Радиационный контроль на АЭС / 13_Елохин
.pdfМИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ «МИФИ»
А. П. ЕЛОХИН
МЕТОДЫ И СРЕДСТВА СИСТЕМ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ
Монография
Москва 2014
УДК[504+621.039.58+539.16]:681.5 ББК 20.1+22.383.5 Е53
Елохин А.П. Методы и средства систем радиационного контроля окру-
жающей среды: Монография. М.: НИЯУ МИФИ, 2014. – 520 с.
Монография посвящена разработке методов и средств систем радиационного контроля окружающей среды, широко применяемых в автоматизированных системах контроля радиационной обстановки (АСКРО), предназначенных для радиационного контроля окружающей среды в районах размещения АЭС или других объектов использования атомной энергии (ОИАЭ).
Формулируются основная цель АСКРО и задачи, решение которых позволяет достигнуть указанной цели. Проводится анализ существующих систем радиационного мониторинга окружающей среды, измерений метеопараметров атмосферы и способы их уточнения, а также расстановки постов контроля в регионе АЭС для энергоблоков и методы определения параметров выброса радиоактивной примеси из вентиляционных труб АЭС
Рассматриваются аналитические и численные методы решения некоторых краевых задач, применяемых для прогнозирования радиационной обстановки окружающей среды в условиях радиационных аварий, в том числе с применением метода Монте-Карло.
Монография предназначена для студентов, бакалавров, магистрантов, аспирантов, обучающихся по направлениям «Ядерная физика и технологии», «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг», для преподавателей технических университетов, инженерно-технического персонала АЭС и других ОИАЭ, чья деятельность связана с обеспечением радиационной безопасности ОИАЭ, а также для инженеров и сотрудников проектных и научноисследовательских институтов, ведущих исследования в области атомной энергетики и промышленности.
Монография может быть полезна при изучении курсов «Автоматизированные системы радиационного контроля окружающей среды», «Безопасность жизнедеятельности», «Прикладная экология», «Прикладная математика», в структуру которых включены вопросы ядерной энергетики и охраны окружающей среды.
Подготовлена в рамках Программы создания и развития НИЯУ МИФИ.
Рецензенты: д-р физ.-мат. наук, профессор Крамер-Агеев Е.А., НИЯУ МИФИ, д-р техн. наук, проф. Чернов А.В., ВИТИ – НИЯУМИФИ, д-р техн. наук, проф. Чебышов С.Б., ОАО АТОММАШ, канд. физ.-мат. наук, доц. Ксенофонтов А.И., НИЯУ МИФИ.
ISBN 978-5-7262-1957-8 |
© Национальный исследовательский |
|
ядерный университет «МИФИ», 2014 |
СОДЕРЖАНИЕ |
|
Предисловие .................................................................................................. |
7 |
Список используемых сокращений .......................................................... |
12 |
Термины и определения ............................................................................. |
13 |
Введение ...................................................................................................... |
20 |
Глава 1. Проблемы контроля окружающей среды при эксплуатации |
|
атомных электростанций и других радиационно-опасных |
|
предприятий атомной промышленности и методы их решения ....... |
36 |
1.1. Методы и средства решения задач контроля окружающей |
|
среды в различные этапы развития атомной энергетики .......... |
38 |
1.2. Понятие о ЕГАСКРО ..................................................................... |
57 |
Литература к главе 1 ............................................................................. |
64 |
Глава 2. Математические методы оценки и прогнозирования |
|
радиоактивного загрязнения воздушного бассейна и подстилающей |
|
поверхности ........................................................................................... |
71 |
2.1. Физические основы переноса примеси в атмосфере ................... |
71 |
2.2. Анализ моделей переноса примеси в атмосфере ......................... |
76 |
2.3.Модель переноса примеси, основанная на замкнутой системе уравнений, описывающих изменение метеопараметров
в пограничном слое атмосферы .................................................... |
82 |
2.3.1. Нелинейная модель приземного слоя атмосферы ............................ |
83 |
2.3.2. Методика обработки градиентных наблюдений ............................... |
86 |
2.3.3. Требования, предъявляемые к датчикам метеопараметров ............. |
88 |
2.3.4. Модель пограничного слоя атмосферы ............................................. |
91 |
2.3.5. Подъем факела выбросов .................................................................... |
99 |
2.3.6. Расчет эффективной высоты подъема радиоактивной |
|
примеси, поступающей в атмосферу из венттруб АЭС, |
|
в рамках траекторной модели .......................................................... |
104 |
2.4. Методы решения уравнения турбулентной диффузии ............. |
107 |
2.4.1. Численный метод решения стационарной задачи |
|
с метеопараметрами, определяемыми в рамках модели |
|
пограничного слоя атмосферы ......................................................... |
107 |
2.4.2. Численный метод решения нестационарной задачи ...................... |
112 |
2.4.3. Аналитические оценки ...................................................................... |
114 |
2.4.4. Анализ устойчивости решения уравнений ..................................... |
118 |
2.5. Методы оценки дозовых нагрузок на население и |
|
радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности |
|
при выбросах АЭС ......................................................................... |
120 |
2.5.1. Расчет мощности дозы от объемного источника ........................... |
121 |
2.5.2. Метод оценки мощности дозы от объемного источника, |
|
основанный на концепции лучевого равновесия ........................... |
123 |
3
2.5.3. Расчет активности подстилающей поверхности, загрязненной |
|
в результате осаждения радиоактивной примеси из атмосферы ... |
124 |
2.5.4. Учет накопления радиоактивной примеси при выпадении |
|
ее на подстилающую поверхность (стационарная задача) ................ |
126 |
2.5.5. Особенности накопления радиоактивной примеси |
|
при выпадении ее на подстилающую поверхность |
|
в условиях нестационарного переноса ............................................. |
130 |
2.5.6. Расчет мощности дозы от подстилающей поверхности .................. |
131 |
2.5.7. Метод уточнения величины мощности выброса ............................. |
131 |
2.5.8. Расчет дозы внутреннего облучения при ингаляции ....................... |
137 |
2.5.9. Влияние изменения шероховатости подстилающей поверхности |
|
на формирование следа при её радиоактивном загрязнении ........... |
137 |
2.5.10. Перенос радиоактивной капельной влаги и оценка |
|
радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности |
|
при ее выпадении ................................................................................ |
152 |
2.5.11. Анализ результатов расчетов .......................................................... |
162 |
Литература к главе 2 ........................................................................... |
173 |
Глава 3. Гибридный мониторинг окружающей среды – |
|
автоматизированная система контроля радиационной |
|
обстановки (АСКРО) .......................................................................... |
178 |
3.1. Основные задачи проблемы АСКРО ........................................... |
178 |
3.2. Методы оптимизации АСКРО ...................................................... |
180 |
3.2.1. Определение оптимального количества гамма-датчиков |
|
системы .............................................................................................. |
180 |
3.2.2. Определение оптимальной высоты метеомачты |
|
для определения метеопараметров атмосферы ............................... |
183 |
3.3. Оценка радиоактивного загрязнения окружающей среды при |
|
несанкционированных выбросах АЭС ........................................ |
188 |
3.3.1. Подъем высокотемпературной газовой струи из |
|
отверстий. Основные определения ................................................... |
191 |
3.3.2. Подъем турбулентной газовой струи в рамках (k-ε) модели. |
|
Постановка задачи .............................................................................. |
192 |
3.3.3. Определение начальных термодинамических параметров |
|
струи при истечении ее из отверстия замкнутого резервуара ........ |
199 |
3.3.4. Подъем высокотемпературной газовой струи. |
|
Граничные условия ............................................................................ |
203 |
3.3.5. Анализ результатов расчетов ............................................................ |
205 |
3.3.6. Принципы размещения постов радиационного контроля |
|
АСКРО на промплощадке и в санитарно-защитной зоне |
|
АЭС и других радиационно-опасных предприятий ........................ |
211 |
3.3.7. Принцип размещения постов АСКРО для двух и более |
|
энергоблоков АЭС ............................................................................. |
224 |
3.3.8.Оценка величины полной активности и средней энергии гамма-излучения примеси, формирующей радиоактивное
облако при несанкционированных выбросах АЭС .......................... |
228 |
4
3.3.9.Оценка радиационных характеристик факела выбросов газоаэрозольной радиоактивной примеси по показаниям
детекторов γ-излучения АСКРО ....................................................... |
229 |
3.3.10. Выбор оптимального пути следования из района, |
|
загрязненного радиоактивным выбросом ......................................... |
240 |
Литература к главе 3 ......................................................................... |
246 |
Глава 4. Приборное обеспечение АСКРО .............................................. |
251 |
4.1.Датчик определения мощности выброса в вентиляционных трубах АЭС, основанный на методе регистрации магнитного
поля, создаваемого движущимся ионизированным воздушным |
|
потоком .......................................................................................... |
252 |
4.1.1 Теория метода ................................................................................... |
254 |
4.1.2 Результаты экспериментальных исследований .............................. |
264 |
4.2. Метод повышения чувствительности датчика, определяющего |
|
мощность выброса в венттрубах АЭС ...................................... |
268 |
4.3.Метод оценки мощности выброса инертных радиоактивных газов, выходящих из пассивной системы фильтрации
межоболочечного пространства реактора ВВЭР-1500, |
|
в условиях запроектной аварии .................................................. |
272 |
4.4. Экспериментальные и расчетные данные характеристик |
|
высокотемпературного гамма-датчика, определяющего мощность |
|
радиоактивных выбросов АЭС с реактором ВВЭР-1500 |
|
в условиях радиационных аварий ............................................... |
295 |
4.4.1. Характеристики исследовательских установок ............................ |
296 |
4.4.2. Обоснование работоспособности датчика .................................... |
300 |
4.4.3. Результаты измерений (экспериментов) ........................................ |
309 |
4.4.4. Анализ результатов экспериментов ............................................... |
313 |
4.4.5. Результаты расчетов работы датчика в широком |
|
диапазоне температур .................................................................... |
317 |
4.5. Безынерционный метод измерения скорости воздушного |
|
потока ............................................................................................ |
326 |
Литература к главе 4 ........................................................................... |
350 |
Глава 5. Перспективные методы определения радиоактивного |
|
загрязнения окружающей среды ....................................................... |
355 |
5.1. Применение радиолокационных станций для дистанционного |
|
определения выбросов АЭС ....................................................... |
356 |
5.1.1. Анализ экспериментальных данных по определению |
|
выбросов АЭС с помощью радиолокационных станций ............... |
356 |
5.1.2. Физические основы определения радиоактивных выбросов |
|
или радиоактивного загрязнения подстилающей поверхности |
|
при помощи радиолокационных станций ...................................... |
361 |
5.2. Определение мощности источника радиоактивных выбросов |
|
по коэффициенту отражения электромагнитных волн ............. |
369 |
5
5.3.Метод определения концентрации радионуклидов
ватмосфере на основе беспилотного дозиметрического
комплекса ...................................................................................... |
399 |
5.4. Метод оценки радиоактивного загрязнения подстилающей |
|
поверхности в следе радиоактивного облака с помощью |
|
беспилотного дозиметрического комплекса ............................... |
415 |
5.5. Уточнение метода оценки поверхностной активности |
|
подстилающей поверхности в следе радиоактивного выброса |
|
при использовании БДК ................................................................ |
430 |
5.6. Метод определения активности и радионуклидного состава |
|
радиоактивных сбросов в акватории прудов-охладителей |
|
и их придонных областей, при использовании |
|
радиоуправляемого подводного скутера .................................... |
435 |
Литература к главе 5 .......................................................................... |
440 |
Глава 6. Применения криогенных технологий для утилизации ИРГ |
|
и радиоактивных аэрозолей при выбросах ОИАЭ ........................ |
445 |
6.1. Обоснование метода применения криогенных технологий |
|
для утилизации ИРГ и радиоактивных аэрозолей |
|
при выбросах ОИАЭ ................................................................... |
445 |
6.2. Особенности технологического оборудования, используемого |
|
для утилизации ИРГ и аэрозолей ................................................ |
460 |
Литература к главе 6 .......................................................................... |
467 |
Глава 7. Применение метода Монте-Карло в задачах радиационного |
|
контроля окружающей среды на объектах использования |
|
атомной энергии .................................................................................. |
469 |
7.1. Метод оценки последствий радиационных аварий |
|
в помещениях реакторного блока на АЭС с реактором |
|
ВВЭР-1000 .................................................................................... |
469 |
7.2. Обоснование условий применимости метода локальной |
|
оценки потока при расчетах методом Монте-Карло ................ |
492 |
Литература к главе 7 ......................................................................... |
507 |
Приложения: |
|
1. Международная шкала ядерных событий .................................... |
509 |
2. Взвешивающие коэффициенты ..................................................... |
513 |
3.Применение термодинамических потенциалов для определения температуры и давления газовой струи,
выходящей из отверстия в резервуаре .......................................... |
515 |
4. К вопросу об оценке мощности дозы от поверхностного |
|
источника в венттрубе ................................................................... |
517 |
6
ПРЕДИСЛОВИЕ
Рост технического прогресса и интенсивное строительство промышленных предприятий сопровождается, к сожалению, увеличением промышленных выбросов, загрязняющих окружающую среду. Развитие атомной энергетики и связанных с нею производств также затрагивает проблему загрязнения внешней среды, которая резко обостряется в условиях радиационных аварий. Поэтому одной из наиболее актуальных проблем атомной энергетики является повышение радиационной безопасности действующих АЭС, связанных с ними производств атомной промышленности и других объектов использования атомной энергии (ОИАЭ).
Однако практика эксплуатации АЭС показывает, что даже при хорошо отработанной (бесконтактной с внешней средой) технологии производства существует определенная вероятность радиационной аварии и радиоактивного загрязнения внешней среды. Убедительными примерами могут служить радиационные аварии, произошедшие в различное время на химкомбинате НПО «Маяк» (Челябинская область, СССР) 29 сентября 1957; заводе Селлафильд (Уиндскейл, Великобритания) 10 октября 1957; АЭС «Three-Mile Island» (штат Пенсильвания, США) 28 марта 1979; Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г., на АЭС Fucusima-1 (Япония) 11 марта
2011 г. и др.
Результаты анализа последствий этих радиационных аварий приводят к выводу, что задача радиационного контроля внешней среды, осуществляемая автоматизированной системой контроля радиационной обстановки (АСКРО) действительно является важной и актуальной, причем настолько, что в соответствии с нормативными документами (СП-АЭС-2003) без сдачи в эксплуатацию АСКРО на атомной станции не дают разрешение даже на физпуск.
Цель монографии состоит в том, чтобы познакомить читателя с идеями новых разработок, методов и приборов, которые могли бы быть использованы при решении задач радиационного контроля окружающей среды.
В представленной монографии рассматриваются методы и средства АСКРО окружающей среды (радиационного мониторинга) в районе размещения АЭС или других ОИАЭ. Для чего формулируются основная цель АСКРО и задачи, решение которых позволяет достигнуть указанной цели.
7
Проводится анализ существующих систем радиационного мониторинга окружающей среды, используемых на различных этапах развития систем телеметрии в атомной энергетике, а также особенностей измерения метеопараметров атмосферы и способов их уточнения. Ставятся вопросы оценки необходимого и достаточного количества гамма-датчиков АСКРО и обосновывается оптимизация их количества.
Формулируются принципы оптимизации прогностических расчетов, по оценке радиоактивного загрязнения, подстилающей поверхности при радиационных авариях на АЭС.
Рассматриваются аналитические и численные методы решения краевых задач, применяемых для прогнозирования радиационной обстановки окружающей среды в условиях радиационных аварий. Отдельная глава посвящена вопросам применения метода Монте-Карло в задачах радиационного контроля окружающей среды.
Формулируются принципы расстановки постов контроля в регионе АЭС для одного и нескольких энергоблоков, а также принципы и методы определения параметров выброса радиоактивной примеси из вентиляционных труб АЭС.
Анализируется метод оценки величины мощности выброса инертных радиоактивных газов, осуществляемого через выходные патрубки системы пассивной фильтрации межоболочечного пространства в рамках проектов реакторов ВВЭР-1500, АЭС-2006, а также мощности газоаэрозольных радиоактивных выбросов, осуществляемых через вентиляционные трубы АЭС.
Даётся краткая характеристика приборному обеспечению АСКРО. Показано, что результаты измерения проточной и непроточной ионизационных камер, которые необходимо размещать либо в выходных патрубках системы пассивной фильтрации межоболочечного пространства реактора, либо в вентиляционных трубах АЭС, а также ксенонового гаммадетектора, используемых для оценки величины мощности выброса, дают возможность получать информацию о последней в режиме реального времени (on-line).
Рассматриваются перспективные методы дистанционного контроля радиоактивных облаков и их следа на подстилающей поверхности, основанные на использовании радиационных технологий и радиолокационных станций, а также методы оценки радиоактивного загрязнения донной поверхности водных акваторий прудов охладителей АЭС при использовании радиоуправляемых беспилотных носителей. Необходимо отметить, что применение РЛС в качестве инструмента диагностики радиационных выбросов позволит использовать подобные технологии для прогнозирования землетрясений за 2–3 недели до их возникновения с точностью до 60 %. Последнее основано на наблюдении японскими учеными выхода радона,
8
возникающего над областями (разломами земной коры), где землетрясения наиболее вероятны.
И, наконец, рассматривается автоматизированная система, в основе которой лежат криогенные технологии, позволяющая утилизировать ИРГ (выделить радионуклиды криптона и ксенона) и аэрозоли. Использование подобных технологий позволит в основном решить задачу предотвращения радиоактивных газоаэрозольных выбросов в атмосферу и, таким образом, существенно улучшить экологическую обстановку окружающей среды для персонала и населения в районе ОИАЭ.
Состояние представленных в монографии разработок различное. В одном случае – это рабочие макеты, в другом – исследования, выполненные на уровне лабораторных, в третьем – эскизные проекты, но в любом случае проведены научные исследования рассматриваемых вопросов, дано научное обоснование тем или иным эффектам, лежащим в основе разработок, по каждой из них проведен патентный поиск, который завершился получением соответствующего патента.
Обращаясь в различные государственные научно-исследовательские институты, конструкторские бюро, предприятия частного бизнеса, а также в Сколково с целью получить финансирование под эти работы, автор получал один ответ: «Да, тема интересна, но у нас нет возможности финансировать подобные разработки». Анализируя подобные ситуации нобелевский лауреат академик Жорес Алферов в открытом письме президенту В.В. Путину подчеркнул, что: «Основная проблема российской науки – это невостребованность наших научных результатов экономикой и обществом». Ни государство, ни бизнес, в частности, не заинтересованы в новых научных идеях и разработках, поскольку последние не дают сиюминутной прибыли, но предусматривают финансирование научных исследований, требующих определенное время, что и исключает их привлекательность как для финансовых, так и промышленных государственных структур и тем более частного бизнеса.
Другой причиной нежелания финансирования новых научных разработок, например, обеспечивающих радиационную безопасность персонала и населения, является более низкая в Российской Федерации стоимость жизни человека по сравнению с ценой жизни в развитых европейских странах. Это, в первую очередь, касается проблемы применения криогенных технологий для утилизации ИРГ при выбросах АЭС и других ОИАЭ.
В основе монографии лежат разработки автора, проведенные им в период с 1986 по 2001 гг. и частично реализованные в проектах ПО «Комбинат» (г. Чернобыль, Украина), научно-исследовательского и проектного институтов «ВНИИАЭС», «Атомэнергопроект», ОАО «СНИИП-АСКРО», ряде российских АЭС, а также разработки, осуществленные автором в 2002–2012 гг. при проведении работ в научно-техническом центре по
9
ядерной и радиационной безопасности (НТЦ ЯРБ) и Национальном исследовательском ядерном университете «МИФИ». В частности, разработка проекта применения беспилотного дозиметрического комплекса для задач радиационного контроля окружающей среды проводилась в НИЯУ
«МИФИ» в рамках Федеральной целевой программы «Научные и научнопедагогические кадры инновационной России» на 2009–2013 годы».
Монография состоит из предисловия, введения, терминов и определений, наиболее характерных для задач радиационного мониторинга окружающей среды, перечня сокращений, 7 глав текста и четырех приложений. Литература представлена по главам.
Вглаве 1 монографии рассматриваются проблемы контроля окружающей среды при эксплуатации атомных электростанций и других ра- диационно-опасных предприятий атомной промышленности и методы их решения. В этой главе автор также знакомит читателя с проблемами и задачами ЕГАСКРО.
Глава 2 посвящена математическим методам оценки и прогнозирования радиоактивного загрязнения воздушного бассейна и подстилающей поверхности.
Глава 3 посвящена вопросу гибридного мониторинга окружающей среды, т.е. рассматриваются общие принципы построения автоматизированных систем радиационного мониторинга внешней среды для АЭС.
Вглаве 4 рассматриваются вопросы приборного обеспечения АСКРО.
Вглаве 5 рассматриваются перспективные методы оценки радиоактивного загрязнения воздушной среды и подстилающей поверхности, а также придонной поверхности водных акваторий прудов-охладителей АЭС.
Глава 6 посвящена вопросам обоснования методов и разработки автоматизированных средств, позволяющих утилизировать ИРГ (радионуклиды криптона и ксенона) и аэрозоли при выбросах ОИАЭ, в основе которых лежат криогенные технологии.
Вглаве 7 рассматривается применение метода Монте-Карло в задачах радиационного контроля окружающей среды на ОИАЭ.
Монография предназначена для студентов, бакалавров, магистрантов, аспирантов, обучающихся по направлениям «Ядерная физика и технологии», «Атомные станции: проектирование, эксплуатация и инжиниринг», для преподавателей технических университетов, для инженернотехнического персонала АЭС и других ОИАЭ, чья деятельность связана с обеспечением радиационной безопасности ОИАЭ, а также для инженеров
исотрудников проектных и научно-исследовательских институтов, ведущих исследования в области атомной энергетики и промышленности.
Материалы монографии частично представлены в учебном пособии «Автоматизированные системы контроля радиационной обстановки ок-
10